автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Теплогидравлические аспекты обоснования характеристик активной зоны реактора, охлаждаемого водой сверхкритических параметров

На правах рукописи УДК 621.039.534.63 ои°“ /

с/

Карташов Кирилл Владимирович

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ОБОСНОВАНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА, ОХЛАЖДАЕМОГО ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ

Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск-2011

005010956

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации -Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ)

Научный руководитель: кандидат технических наук

Богословская Галина Павловна

Официальные оппоненты: доктор технических наук

Махин Валентин Михайлович

кандидат технических наук Слободчук Виктор Иванович

Ведущая организация: Учреждение Российской Академии Наук «Объединенный институт высоких температур РАН» (ОИВТ РАН), г. Москва

Защита состоится 23 декабря 2011 г. в 10 часов на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу:

249033, г.Обнинск Калужской области, пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ Автореферат разослан,// /го-?/ 2011 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Т. Н. Верещагина

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Среди инновационных проектов международным форумом «Генерация IV» рассматриваются шесть систем, пригодных для коммерческого использования к 2030 году. Одной из этих разработок является система 8С\У11 с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления (СКД).

Привлекательными особенностями реакторов с СКД, по сравнению с используемыми в настоящее время реакторами с водой под давлением, являются:

• простая тепловая схема (перегретый пар непосредственно из реактора идет на турбину), что исключает большое количество дорогостоящего оборудования (парогенераторы, насосы, трубопроводы, арматура второго контура) и приводят к снижению металлоемкости на -60 %;

• высокие параметры пара (давление -25 МПа, температура 535-545 °С) и одноконтурная схема позволят получить к.п.д. установки до 44 %;

• сокращение необходимого количества теплоносителя в активной зоне позволяет размещать твэлы в тесных решетках, за счет чего реактор будет иметь быстрый спектр нейтронов и коэффициент воспроизводства (КВ) около единицы; отсутствие такого явления как кризис теплообмена, т.к. нет второй фазы теплоносителя в реакторе;

применение серийного оборудования машинного зала из тепловой энергетики (турбины, подогреватели и т.д.).

Выполненные анализы результатов расчетов позволяют сделать следующий ывод: если реактор ВВЭР-СКД использует МОКС-топливо на основе своего отра-'отавшего ядерного топлива, то для его «подпитки» требуется примерно 170 кг фомышленного плутония в год. Таким образом, один быстрый реактор с натрие-ым теплоносителем типа БН-К электрической мощностью 1200 МВт может обес-ечивать плутонием два реактора ВВЭР-СКД электрической мощностью по 1700 МВт каждый. Сочетание этих двух технологий позволит решить проблему с тработавшим ядерным топливом, обеспечить замыкание топливного цикла и моет сделать эффективной будущую атомную энергетику.

Актуальность работы. Для теплофизического обоснования режимов работ и оптимизации конструкции активной зоны реактора ВВЭР-СКД требуется про граммное обеспечение, которое учитывает особенности течения теплоносителя пр1 сверхкритических параметрах. Эти особенности связаны со следующими момен тами в околокритической области:

- резким изменением теплофизических свойств с температурой (особенно тепло емкости, плотности, коэффициента объемного расширения и числа Прандтля);

- ускорением потока из-за изменения плотности по длине канала при подогреве;

- развитием естественной конвекции за счет архимедовых сил в связи с разнице плотностей в различных точках сечения потока.

Программа, разработанная на основе поканального метода оценки темпера турных полей в активной зоне реактора ВВЭР-СКД, позволит рассчитывать темпе ратуру теплоносителя в любом сечении по высоте в каждой ячейке ТВС, распреде ление температуры оболочки твэлов по высоте зоны энерговыделения и периметр твэла, распределение температуры чехла ТВС, учитывая при этом переменност свойств теплоносителя по длине ТВС, переменность скорости теплоносителя, не равномерность энерговыделения по длине и в поперечном сечении ТВС, наличи дистанционирующих устройств и другие факторы.

Определяющий параметр - максимальная температура оболочки твэло формируется под воздействием целого ряда инженерных неопределенностей, та ких как погрешности изготовления и сборки узлов реактора, погрешности расчет ных формул, погрешности используемых экспериментально полученных зависи мостей и констант, точность поддержания режимных параметров в условиях экс плуатации, методологические и метрологические погрешности, погрешности обра ботки данных и т.д.

Для проведения предпроектных расчетов необходимо иметь процедуру ста тистической оценки влияния случайных отклонений параметров активной зоны н температуру оболочек твэлов.

Цель диссертационной работы состоит:

- в разработке методики расчета теплогидравлических характеристик ТВС применительно к реактору, охлаждаемому водой сверхкритических параметров;

- разработке методики расчета температуры оболочек твэлов в ТВС активной зоны реактора на воде сверхкритических параметров с учетом факторов перегрева; .

- проведении оценки теплогидравлических характеристик активной зоны ВВЭР-СКД на основании конструкции, разработанной к настоящему времени.

Задачи исследования:

- проанализировать имеющиеся в настоящее время методики для оценки превышения максимальной температуры твэлов за счет неопределенности геометрических и физических параметров, по выбранной методике провести оценки отклонения температуры оболочки твэла в реакторе, охлаждаемого водой с резкоме-няющимися свойствами;

- модифицировать программу МИФ-СКД для поканального теплогидравлического расчета ТВС активной зоны реакторной установки ВВЭР-СКД и верифицировать эту программу на экспериментальных данных, полученных на воде и фреоне-12 при сверхкритических параметрах;

- модифицировать программу SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны ВВЭР-СКД;

- выполнить расчеты для одно- и двухходовой схем течения теплоносителя. Проанализировать и обобщить полученные данные, на основе которых сформулировать научно обоснованные рекомендации для ЯЭУ данного типа.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- впервые осуществлен поканальный теплогидравлический расчет в отдельном пучке топливных стержней при течении теплоносителя сверхкритических параметров;

- впервые осуществлен теплогидравлический расчет сектора активной зоны при течении теплоносителя с резкоменяющимися свойствами;

- впервые разработана методика оценки факторов перегрева с учетом неопределенностей в распределении технологических параметров для активной зоны реактора, охлаждаемого водой сверхкритических параметров.

Личный вклад. Автором лично:

- модифицирована и верифицирована программа МИФ - СКД для поканаль-ного теплогидравлического расчета ТВС;

- модифицирована программа SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны;

- сделана оценка отклонения максимальной температуры твэла за счет факторов перегрева;

- получены результаты расчетов для разных видов схем течения теплоносителя в активной зоне (одно- и двухходовой схемы), сделаны выводы о целесообразности дальнейшего рассмотрения.

Достоверность полученных результатов, сформулированных в диссертации, основывается:

- на детальном анализе теплогидравлических процессов и на сопоставлении результатов расчета с известными экспериментальными данными и данными других авторов;

- на системном подходе к проведенным исследованиям, в ходе которых один и тот же результат получен различными методами;

- на использовании надежных методологических и теоретических подходов к определению замыкающих соотношений, используемых в предложенных расчетных методах.

Практическая значимость диссертационной работы состоит в том, что разработанные компьютерные коды МИФ-СКД и SUP будут способствовать решению следующих вопросов:

- быстрый и корректный расчет теплогидравлических характеристик сборки

и сектора активной зоны с целью оптимизации геометрических и режимных параметров ТВС активной зоны реактора на СКД; '

- теплофизическое обоснование выбора схемы течения теплоносителя в активной зоне реакторной установки;

- обоснование выбора кандидатных конструкционных материалов корпуса реактора и элементов активной зоны.

Основные положения, выносимые на защиту:

- модифицированная программа МИФ - СКД для поканального теплогидравлического расчета отдельной ТВС активной зоны РУ ВВЭР-СКД;

- модифицированная программа SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны РУ ВВЭР-СКД;

- методика и результаты оценки отклонения максимальной температуры твэлов реакторной установки на сверхкритических параметрах за счет факторов перегрева;

- результаты расчетов для одно- и двухходовой схем течения теплоносителя в активной зоне (одно- и двухходовой схемы) реактора типа ВВЭР-СКД.

Апробация работы: основные положения диссертационной работы докпа-ывались и обсуждались на Всероссийских конференциях и школах: "Реакторы на ыстрых нейтронах" (Обнинск, 2009); «Проведение научных исследований в об-асти ядерных технологий» 02 - 04.12.2009 г.

На международных конференциях и семинарах: «Безопасность АЭС и подго-овка кадров», Обнинск, Россия, 29 сентября-2 октября, 2009; Международный мо-одежный научный форум «Ядерное будущее», проводимый в рамках Междуна-одного молодежного научно-образовательного проекта «Атомное содружество XI», Голицыно, апрель, 2011.

Публикации: основное содержание диссертации изложено в одной статье в еферируемом журнале и двенадцати публикациях в сборниках тезисов докладов и рудах конференций.

Структура и объем диссертации: диссертация состоит из введения, четы-ех глав, заключения, списка литературы. Материал изложен на 130 страницах, со-ержит 28 рисунков, 14 таблиц, список литературы из 54 наименований.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность диссертационной работы, сформули рована цель, основные задачи исследования, ее научная новизна и практическа значимость, сформулированы основные положения, выносимые на защиту. Дан краткое содержание работы и ее практическая применимость в исследованиях без опасности реакторов на быстрых нейтронах с водой сверхкритических параметров.

В первой главе представлен литературный обзор, в котором рассматривают ся поканальные программы, адаптированные для расчета теплогидравлических ха рактеристик ТВС водоохлаждаемых реакторов на сверхкритических параметрах Проведенный анализ возможностей поканальной методики показал, что с помо щью этого подхода можно проводить теплогидравлический расчет с учетом еле дующих факторов: неравномерное тепловыделение по высоте, в поперечном сече нии отдельной ТВС и активной зоны в целом; нерегулярная геометрия (деформа ция отдельных твэлов, чехлов и ТВС в целом); дистанционирование твэлов; одно ходовая, двухходовая активная зона; зависимость свойств от температуры. Форму лируются подходы к оценке факторов перегрева при СКД, приводится их класси фикация. Также дается инженерная методика расчета максимальной температурь оболочки твэлов быстрого реактора, описывается современный опыт применени метода Монте-Карло для оценки отклонений температуры оболочек твэлов за сче случайных параметров.

Во второй главе представлен результат анализа литературных данных п типам зависимостей теплофизических свойств теплоносителей от температурь (капельная жидкость, газ (сжимаемый и несжимаемый) и жидкость СКД) и видо режимов теплообмена при СКД (нормальный, улучшенный и ухудшенный).

Описана разработанная методика учета влияния случайных отклонений па раметров на температуру оболочек твэлов. Данная температура формируется по воздействием целого ряда инженерных неопределенностей.

За основу взята методика, разработанная для быстрых натриевых реакторо основанная на методе статистических испытаний Монте-Карло, так как в реактор

ВВЭР-СКД геометрия TBC и твэлов идентична параметрам быстрых реакторов (малые шаги решетки, наличие дистанционирующей проволоки на твэлах и т.д.).

Причины этих неопределенностей: погрешности изготовления и сборки узлов реактора; погрешности расчетных формул; погрешности используемых зависимостей и констант полученных экспериментально; точность поддержания режимных параметров в условиях эксплуатации; методологические и метрологические погрешности; погрешности обработки данных и т.д.

Фактор перегрева F - это случайная величина, характеризующая максимальное относительное отклонение некоторого параметра Р , определяющего температуру (температурный перепад), от его номинального значения, т.е. /7 = <3Р/РН0М .

Метод статистических испытаний (метод Монте-Карло) применяется в случае, если зависимость температуры от определяющих параметров многомерна и нелинейна, а случайные отклонения параметров значительны по величине и имеют произвольные законы распределения.

Статистический расчет ТВС заключается в следующем:

1) последовательно рассчитывается ряд вариантов температурного поля ТВС с распределенными случайным образом исходными параметрами;

2) результаты расчетов обрабатываются (находится математическое ожидание, дисперсии параметров и функции распределения).

Максимальное значение номинальной температуры внутренней поверхности оболочки твэла рассчитывается как суперпозиция следующих величин: среднего значения температуры теплоносителя в окружающих каналах (/вх + А/ти), среднего

по периметру оболочки температурного напора «стенка-жидкость» (Ata), половины локальной неравномерности температуры по периметру оболочки ((С“-Сп)/2). перегрева оболочки под дистанционирующей проволокой, если таковая имеется, (Дt ) и перепада температуры на оболочке топливного элемента

(^4>б):

___ .шах _ .min

ro6 = tm + А/тн + Ata + w- 2 •*— + top + Afo6 ■ (1)

В этом случае для коррелированных величин отклонение температуры, вызванное влиянием факторов перегрева, может быть определено из соотношения:

Здесь 5- отклонение температуры, предшествующей в расчетной цепочке искомой; А/,- - номинальное значение г-го температурного перепада; Д/, - номинальное значение у'-го температурного перепада, отклонение которого под влиянием факторов перегрева связано линейной связью с отклонением перепада Да-

тельного рассеивания (Кт), коэффициентов ат (а,„ - показатель степени, в которую, возводится т-й параметр г-го температурного перепада) и факторов перегрева, оп-

сумма квадратов произведений коэффициентов относительного рассеивания, коэффициентов ащ и факторов перегрева, воздействующих одновременно на температурные перепады А/, и Д/j (j < г).

Для быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением наиболее сильное влияние на отклонение температуры теплоносителя (а, следовательно, и оболочки) сверх номинальной оказывает разброс гидравлических и физических характеристик топливной сборки и активной зоны (проходное сечение ячейки, вес топливного сердечника), вклад остальных параметров незначителен. При течении воды сверхкритических параметров кроме указанных характеристик особое воздействие на формирование температурного поля в ТВС дает неопределенность теплофизических свойств теплоносителя.

Распределение проходных сечений каналов реализуется по закону Вейбулла с использованием генератора случайных чисел (у) на отрезке от 0 до 1:

А t = Y,{Km.am

' Fm )2 ~ сумма квадратов произведений коэффициентов относи-

т

ределяющих температурный перепад

О)

где штщ - минимальное проходное сечении канала, реализующееся в данной сборке; о)™"1 - минимально возможное расчетное проходное сечении канала;

а,Ь - параметры распределения.

Отклонения весового содержания топлива в твэлах и свойств теплоносителя твэлов распределяются по нормальному закону.

Критерии окончания расчета (п - номер итерации):

|г," - С’|£ 0,001 ■ (>', |Сбол’" - Сбол”-11*0,001.Сбоя" (4)

Предварительные оценки, сделанные по поканальной методике теплогидравлического расчета с использованием метода Монте-Карло, показали, что превышение максимальной температуры оболочек твэлов за счет случайных распределений параметров составляет 54,7 °С, /обол = 620 °С.

В третьей главе даны описания программ, модифицированных для пока-нального расчета сектора активной зоны и отдельной ТВС реакторов типа ВВЭР-СКД.

Температура, соответствующая максимуму теплоемкости — с,,(Г), называется “псевдокритической” (Т„).

Верификация программы МИФ-СКД проводилась на результатах двух серий экспериментов: 1) опыты при течении воды сверхкритических параметров в элек-трообогреваемой трубе внутренним диаметром 10 мм и длиной 1 и 4 м, установленной на стенде СВД ГНЦ РФ ФЭИ и 2) опыты при течении фреона-12 сверхкритических параметров в 7-ми стержневой сборке с диаметром трубок 9,5 мм, шагом решетки 11,3 мм и длиной обогрева 1000 мм.

В ходе обработки проводился пересчет коэффициентов теплообмена при течении воды СКД в трубе на коэффициент для расчета теплообмена в продольно обтекаемых пучках стержней по формуле, приведенной в работах Магсосту в.

Сравнение опытных и расчетных данных для одного режима течения воды сверхкритических параметров в соответствии с этой методикой показано на рисунке 1. Для расчета свойств воды были проанализированы различные соотношения и

подпрограммы в сравнении с данными NIST, оказалось, что очень хорошее совпа дение дает модуль, написанный для программы WaterSteamPr (httpV/www.wsp.ru/').

т,°с

Н. м '

Рисунок 1 - Сравнение экспериментальных и расчетных распределений темпера туры стенки по высоте канала для следующих параметров: Рвх = 24,5 МПа; pw=506 кг/м2с; /вх= 352 °С; ¿/=237,5 кВт/м2 (точки - эксперимент, сплошная линия расчет, пунктир - псевдокритическая температура)

Для верификации программы на опытных данных, полученных в пучке стержней при омывании фреоном сверхкритических параметров, были выбраны три группы характерных режимов: (1) температура теплоносителя на входе и выходе рабочего участка ниже псевдокритической при заданном давлении; (2) температура теплоносителя достигает псевдокритического значения между входом и выходом рабочего участка; (3) температура теплоносителя на всем протяжении рабочего участка выше псевдокритической. При расчете свойства фреона-12 брались с официального сайта NIST (http://wcbbook.nist.еоуЛ. а для оценки коэффициентов теплообмена использовались следующие формулы:

- Дядякина-Попова (Б.В. Дядякин, A.C. Попов. Теппоотдача и гидравлическое сопротивление тесного семистержневого пучка, охлаждаемого потоком воды при закритических параметрах состояния //Труды Всесоюзного Теплотехнического НИИ. 1977. № 11. С. 244-253.)

Nu=0,021Re°'SPr°'7

0,45 .

Не

0,2 /■ Л0,1

М-вх

2,5

x/dr

, ГДЄ Рг = /?СТ

^ст ’

- Шелегова A.C. и др. (A.C. Шелегов, С.Т. Лескин, И.А. Чусов, В.И. Слобод-чук. Экспериментальное исследование теплообмена в пучке го сема стержней при сверхкритическнх параметрах Фреона-12. Препринт ИАТЭ-001-2010. Обнинск. 2010.)

Nu = 0,021Re°’8Pr°'7

0.2 Ґ

V Нж )

СРст

СРж

0,2

±20%, где Рг = Ах_А.Яж;

^ст — ^ж ж

- из справочника Кириллова П.Л., Юрьева Ю.С., Бобкова В.П. (П.Л. Кириллов, Ю.С. Юрьев, В.П. Бобков. Справочник по теплогидравлическим расчетам '

(ядерныхреакторов, тетообменников, парогенераторов), М.: Энергоиздат, 1990.)

N11 = Л 11е°’8Рг.0,4, где А = 0,0165 + 0,2-(1-0,9Ь:~2У х0'15, рг=/?ст~^

' ' 1 и К,

На рисунке 2 представлено сравнение расчетных и опытных данных для одного из режимов течения фреона в 7-ми стержневом пучке.

Видно, что опытные и расчетные данные согласуются в пределах ±10%, сильное расхождение наблюдается на выходе из рабочего участка на рисунке 2, что объясняется наличием отложений, образовавшихся в ходе проведения опытов в верхней части пучка.

т, °с

F T, мм '

Рисунок 2 - Сравнение экспериментальных и расчетных распределений темпера-1 туры стенки по высоте центрального стержня в пучке стержней: Рвх= 4,5 МПа;, pw = 515,6 кг/м2с; iBX=119,3°C; g = 243,51 кВт/м2 (точки - эксперимент, сплошная! линия - расчет, пунктир - псевдокритическая температура).

В четвертой главе показаны результаты теплогидравлических расчетов по поканальным программам SUP и МИФ-СКД. По программе SUP рассчитывается распределения температур в секторе активной зоны на основании нейтроннофизических данных, полученных с помощью программы ACADEM, разработанной в ГНЦ РФ - ФЭИ. Расчет по программе МИФ-СКД позволяет оценить теплогидравлические параметры отдельной ТВС.

Приведены результаты теплогидравлических расчетов сектора и ТВС реакторной установки ВВЭР-СКД мощностью 1700 МВт (эл.) при одно- и двухходовой схеме течения теплоносителя в активной зоне.

Порядок расчета был следующий: сначала по программе ACADEM, проводился расчет нейтронно-физических характеристик сектора активной зоны (рис. 3 и, 7), затем эти данные использовались как входные для программы SUP. В результате рассчитывались средние по сечению ТВС температуры и расходы теплоноси-

геля (рис. 4 и 8). Затем по программе МИФ-СКД проводился детальный анализ плогидравлических характеристик наиболее энергонапряженных ТВС.

1) одноходовая схема течения теплоносителя

те-

: чісниьост^ !

I ЯДО.Г-ОД j ■ і

Ш «гее.г-'.тАЯ ]

Ш Hösi.a-msasi

Рисунок 3 - Предоставленное распределение нейтронно-физических характеристик

Рисунок 4 - Расчетное распределение температур в секторе активной зоны на выходе из сборок

Расчеты по программе SUP показали, что на выходе из активной зоны наблюдается существенная неравномерность температур теплоносителя по ТВС, что явля-гтся следствием неоднородного распределения мощности ТВС в поперечном сече-Ьии активной зоны. При этом максимальная температура теплоносителя может превысить 1000 °С. В связи с этим возникает потребность в проведении дополнительных исследований и поиска новых кандидатных материалов для оболочек твэлов.

На рисунке 5 представлено распределение средней температуры теплоносителя по высоте для двух значений расходов в одной из ТВС, проведенное с использованием программы МИФ-СКД. Отмечается, что результаты расчетов средней температуры теплоносителя, выполненные по программам SUP и МИФ-СКД совпадают. При увеличении расхода в два раза температура теплоносителя на выходе рнижается до значений, укладывающихся в приемлемый диапазон. Как следует из рисунка 6, существует возможность появления режимов ухудшенного теплообмена в пределах активной зоны реактора на СКД. В качестве консервативной оценки наступления режимов с ухудшенным теплообменом выбрано соотношение qs/pw= 0,6, где qs - средняя плотность теплового потока (кВт), pw - средняя массовая скорость (кг/м2с). Как видно из рисунка 6 увеличение расхода через ТВС в два раза не предотвращает возможности возникновения таких режимов.

Рисунок 5 - Распределение средней Рисунок 6 - Сравнение отношений температуры теплоносителя по высоте тепловых потоков к массовой скорости ТВС в зависимости от расхода по высоте при разных расходах

2) двухходовая схема течения теплоносителя

Рисунок 7 - Предоставленное рас- Рисунок 8 - Расчетное распределе-пределение нейтронно-физических ха- ние температур в секторе активной зо-рактеристик ны на выходе из сборок

Переход через псевдокритическую точку сопровождается резким изменением свойств и ухудшением теплообмена вблизи стенки твэла. В связи с этим, npJ течении теплоносителя в активной зоне целесообразно организовать переход через псевдокритическую точку не в пучке твэлов, а в области нижней камеры.

При двухходовой схеме течения теплоносителя активная зона разделена по радиусу на центральную (ЦЗ) и периферийную (113) зоны с примерно одинаковым числом ТВС.

В периферийной зоне организованно опускное движение теплоносителя. В нижней камере смешения потоки теплоносителя из периферийных ТВС объединя-

ются, смешиваются с потоком теплоносителя, омывающего корпус реактора, и поступают на вход в центральные ТВС, где реализуется подъемное течение.

Применение двухходовой схемы течения теплоносителя позволяет обеспечить:

- отрицательный пустотный эффект реактивности в течение всей кампании без специальных технических решений (без введения бланкета и твердых замедлителей);

- улучшение условий охлаждения твэлов вследствие увеличения скорости течения теплоносителя;

- снижение перепада температуры по высоте ТВС;

- смещение точки с псевдокритической температурой теплоносителя в нижнюю часть активной зоны, в которой реализуются относительно небольшие тепловые потоки, и отсутствует вероятность возникновения локального ухудшения теплообмена;

- перемешивание теплоносителя в нижней напорной камере, что снижает неравномерность подогрева теплоносителя на выходе из ТВС центральной части.'

В результате выполненного нейтронно-физического расчета, по программе ACADEM, оказалось что, мощности ТВС в центральной части активной зоны различаются в 1,67. Расчет по программе SUP, показывает, что в этом случае при двухходовой схеме максимальная температура теплоносителя на выходе составит

724,2 °С, причем разброс температур теплоносителя на выходе из активной зоны укладывается в 10—15 %.

На периферии (область нисходящего потока) мощности ТВС различаются в 4,17 раз. Максимальная температура теплоносителя на выходе (в нижней части активной зоны) не превышает 604,3 °С. Анализ распределения температуры теплоносителя в различных ТВС показал, что необходимо рассмотреть вопрос профилирования подводящих патрубков или уменьшения мощности ТВС, стоящих вблизи центральной области.

На рисунках 9 и 10 представлены результаты расчета по программе МИФ-СКД для одной из наиболее энергонапряженных ТВС.

о нм 200 300 400 5fM <J I 2 3 4 5

Н.с" Н, м

Рисунок 9 — Распределение средней Рисунок 10 — Сравнение отношений температуры теплоносителя по высоте тепловых потоков к массовой скорости ТВС в зависимости от его расхода по высоте при разных расходах теплосплошная линия - расход 15,7 кг/с, носителя (сплошная линия - расход пунктирная - 20,9 кг/с) 15,7 кг/с, пунктирная - 20,9 кг/с)

Значения температуры теплоносителя на выходе, полученные по програм мам SUP и МИФ-СКД, различаются (температура выхода по программе SUP

724,2 °С, по программе МИФ-СКД - 763,5 °С) не более чем на 10 %.

Оптимизационные расчеты, проведенные для разных расходов тепдоноси теля, показали, что увеличение его расхода в наиболее энергонапряженных ТВС н 30°% позволяет добиться такой температуры теплоносителя на выходе из ТВС при которой температура оболочек твэлов не превысит допустимых значений. И рисунка 10 видно, что такого увеличения расхода достаточно, чтобы избежать воз никновения режимов ухудшенного теплообмена.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Развита методика оценки температуры оболочки твэлов с учетом факторов перегрева для ТВС активной зоны реактора на воде сверхкритичсеких параметров, основанная на методе статистических испытаний Монте-Карло. Предварительные оценки максимальной температуры оболочки твэлов, сделанные по пока-нальной методике показали, что превышение максимальной температуры оболочек твэлов за счет влияния различных инженерных факторов перегрева составляет

4.7 °С, тогда как предварительные оценки по дисперсионному методу дают

4.7 °С (номинальная температура 620 °С).

2. Анализ поканальных кодов, используемых для оценки теплогидравли-еских характеристик реакторов на сверхкритических параметрах, определил об-асть задач, которые могут быть решены с помощью данного метода. Предлагается спользовать поканальный метод на раннем этапе разработки проектов ТВС реак-ора, охлаждаемого водой СКД. С его помощью можно проводить оценки геомет-ических и режимных параметров с целью оптимизации конструкции отдельного вэла и ТВС в целом, они незаменимы при расчете максимальной температуры болочки твэла с учетом факторов перегрева.

3. В результате расчетов по модифицированой программе SUP, получены редние значения теплогидравлических характеристик сектора активной зоны ре-кторной установки ВВЭР-СКД мощностью 1700 МВт эл.

4. Верификация доработанного поканального кода МИФ-СКД на экспе-иментальных данных подтвердила возможность оценить локальные теплогидрав-ические характеристики отдельной ТВС, охлаждаемой водой при сверхкритиче-ком давлении, с учетом особенностей теплообмена при СКД, зависимостью войств теплоносителя от температуры, неравномерностью энерговыделения по ысоте и в поперечном сечении активной зоны, наличием дистанционирующих стройств, возможной деформацией ТВС.

5. Проведенные совместные нейтронно-физические и теплогидравличе-кие расчеты для реактора типа ВВЭР-СКД 1700 показали нецелесообразность ассматривать одноходовой вариант течения теплоносителя в активной зоне. Проеденные оценки показали, что в двухходовой схеме наблюдается: улучшение ус-овий охлаждения твэлов вследствие увеличения скорости течения теплоносителя; нижение перепада температуры по высоте ТВС; снижение неравномерности по-огрева теплоносителя на выходе из ТВС активной зоны, ввиду перемешивания еплоносителя в нижней напорной камере.

6. Проведенные исследования показали необходимость дополнительно анализа и обоснования следующих процессов при течении теплоносителя свер критических параметров: неустойчивость циркуляции теплоносителя в двухход вой схеме, межканальный тепло- и массообмен в пучках стержней с водой свер критических параметров, перераспределение расходов и температур теплоносите при наличии дистанционирующих устройств и деформации ТВС.

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Статистическая оценка максимальн температуры оболочек твэлов быстрого реактора, охлаждаемого водой сверхкр тических параметров / XI Международная конференция «Безопасность АЭС и по готовка кадров - 2009», ЦИПК, Обнинск, 2009. - С. 152-153.

2 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Статистическая оценка максимально температуры оболочек твэлов быстрого реактора, охлаждаемого водой сверхкр тических параметров / Сб. тезисов Всероссийской научной школы для молодеж «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах», Обнинск, 13-17 сентября 2010.

3 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Статистическая оценка максимально температуры оболочек твэлов быстрого реактора, охлаждаемого водой сверхкр тических параметров / Сб. тезисов Междунар. молодежного научн. форума «Яде ное будущее» в рамках Междунар. молодежного научно-образовательного проек «Атомное содружество XXI», Голицыно, 2011. - С. 11-13.

4 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Статистическая оценка максимально температуры оболочек твэлов быстрого реактора, охлаждаемого водой сверхкр! тических параметров / Сб. тезисов «XII Школа Молодых Учёных ИБРАЭ РАН» 28 - 29 апреля 2011, Москва. - С. 89-92.

5 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Верификация кода МИФ-СКД по экспе риментальным данным для течения теплоносителя сверхкритических параметров трубах и пучках стержней / Сб. тезисов XII Междунар. конф. «Безопасность АЭС подготовка кадров - 2011», ИАТЭ НИЯУ МИФИ, Обнинск, 2011. - С. 23-26.'

6 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Статистическая оценка максимальной температуры оболочек твэлов быстрого реактора, охлаждаемого водой сверхкри-тических параметров // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2011. - № 3. -С. 3-11.

7 К.В. Карташов, Г.П. Богословская. Проведение расчетов по оптимизации геометрических и режимных параметров ТВС реакторов ВВЭР-СКД для различных режимов эксплуатации реактора на сверхкритических параметрах воды // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2011. - № 4. - С. 3-8.

Подписано к печати 15.11.2011 г. Заказ № 410. Формат 60x84 ‘/,6. Уел. п. л. 0,7. Уч.-изд. л. 0,8. Тираж 50 экз.

Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, 1 ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ПОКАНАЛЬНЫХ МЕТОДОВ И КОДОВ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ДЛЯ РАСЧЕТА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ НА ВОДЕ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ (РУ СКД).

1.1 Поканальный метод теплогидравлического расчета.!.

1.2 Краткое сравнение поканальных кодов, используемых для теплогидравлического расчета воды сверхкритических параметров.

1.3 Область возможного использования различных кодов теплогидравлического расчета РУ с СКД.

1.4 Факторы перегрева теплоносителя. Особенности факторов перегрева при СКД. Классификация факторов перегрева.

1.4.1 Классификация по причинам возникновения.

1.4.2 Классификация по способу воздействия на температуры в активной зоне.

1.4.3 Классификация по масштабу их влияния на температуры в активной зоне.

1.4.4 Классификация факторов перегрева по признаку наличия или отсутствия между ними вероятностной связи.

1.4.5 Классификация факторов перегрева по характеру их поведения во времени.

1.5 Применение метода Монте-Карло для оценки распределения отклонений температуры оболочек твэлов.

1.5.1 Опыт применения метода Монте-Карло в Российских методиках определения максимальной температуры оболочек твэлов (на базе методики разработанной для типа БН).

1.5.2 Опыт применения метода Монте-Карло в зарубежных методиках определения максимальной температуры оболочек твэлов (на основе обзора имеющихся литературных источников).

1.6 Инженерная оценка максимальной температуры оболочки в быстром реакторе типа БН

Выводы к Главе 1.

ГЛАВА 2 ОЦЕНКА ОТКЛОНЕНИЙ МАКСИМАЛЬНОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ

ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ЗА СЧЕТ СЛУЧАЙНЫХ РАСПРЕДЕЛЕНИЙ ПАРАМЕТРОВ

2.1 Типы зависимости физических свойств жидкости от температуры.

2.1.1 Предварительные сведения.

2.1.2 Капельная жидкость.

2.1.3 Газ (сжимаемый и несжимаемый).

2.1.4 Жидкость СКД.

2.2 Виды режимов течения жидкостей СКД.

2.3 Учет влияния случайных отклонений условий получения и отвода тепла в активной зоне на температуры твэлов с помощью факторов перегрева.

2.4 Пример расчета случайных отклонений температур твэлов реактора на быстрых нейтронах.

Выводы к Главе 2.

ГЛАВА 3 ПРОГРАММЫ РАСЧЕТА TBC И АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРОВ

НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ, ОХЛАЖДАЕМЫХ ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ

ПАРАМЕТРОВ (ВВЭР-СКД).

3.1 SUP (укрупненный расчет сектора активной зоны).

3.1.1 Алгоритм теплогидравлического расчета СКД.

3.1.2 Взаимодействие кодов ACADEM (нейтронно-физического расчета) и SUP (теплогидравлического расчета).

3.1.3 Отладочные расчеты, погрешности.

3.2 МИФ-СКД (детальный расчет TBC).

3.2.1 Развитие программы.

3.2.2 Система уравнений для определения теплогидравлических характеристик в TBC быстрого реактора.

3.2.3 Система уравнений для определения распределений расходов теплоносителя по сечению TBC.

3.2.4. Особенности теплообмена при СКД.

3.2.5 Гидравлические сопротивления трения в пучках стержней при продольном обтекании.

3.2.6 Теплообмен в пучках стержней.

3.2.7 Численная схема.

3.2.8. Обозначения и сокращения.

3.2.9 Верификация программы на экспериментах, проведенных на фреоне-12 (7ми стержневой пучок).'.

3.2.10 Верификация программы МИФ-СКД на экспериментах, проведенных на воде (труба).

Выводы к Главе 3.

ГЛАВА 4 ОБОСНОВАНИЕ ВЫБОРА НАИБОЛЕЕ ОПТИМАЛЬНОГО ВИДА

АКТИВНОЙ ЗОНЫ, НА СТАДИИ ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫХ РАСЧЕТОВ.

4.1 Рассмотрение активной зоны с одноходовой схемой.

4.1.1 SUP.

4.1.2 МИФ-СКД.

4.2 Рассмотрение двухходовой схемы течения сверхкритического теплоносителя.

4.2.1 SUP.ПО

4.2.2 МИФ-СКД.

Выводы к Главе 4.

Множество ученых в области атомной энергетики сходятся во мнении, что будущее атомной энергетики может быть обеспечено исключительно за счет реакторов нового поколения, таких как быстрые реакторы и реакторы со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Такие реакторы имеют потенциальную возможность организовать расширенное воспроизводство ядерного топлива. Простые расчеты показывают, что в этом случае его хватит на тысячи лет. Это является принципиальным преимуществом атомной энергетики перед тепловой энергетикой на органическом топливе.

Сегодня Россия является мировым лидером в области использования реакторов на быстрых нейтронах и имеет все шансы быть лидером в этой области длительный срок. Россия обладает уникальным опытом создания и использования как энергетики на быстрых нейтронах, так и тепловой энергетики. Одними из дальнейших важнейших этапов развития технологии быстрых реакторов являются строительство реакторов типа БН-800 и БН-К (БН-1200) и разработка принципиально новых водо-водяных реакторов с водой на сверхкритических параметрах (ВВЭР-СКД).

Что может дать переход на сверхкритические параметры? Тенденция перехода к АЭС с реакторами на воде СКД может привести к следующим значительным технико-экономическим преимуществам по сравнению с существующими АЭС:

- реакторы СКД позволят увеличить КПД одноконтурной установки до ~ 44-45%;

- сокращение необходимого количества теплоносителя в активной зоне (~ в 7-8 раз по сравнению с ВВЭР такой же мощности) позволяет сократить габариты агрегатов - насосов, турбин, трубопроводов и др., размеров контейн-мента, а также количество последующего РАО (радиоактивные отходы);

- простая тепловая схема (пар из реактора непосредственно идет на турбину), исключение большого количества дорогостоящего оборудования (парогенераторы, насосы, трубопроводы, арматура второго контура) приводит к снижению металлоемкости на ~ 60 %;

- высокие параметры пара (давление ~ 25 МПа и температура до 535 ^ 545 °С);

- отсутствие такого явления как кризис теплообмена, т.к. нет второй фазы теплоносителя в реакторе, т.е. при нормальных условиях можно осуществить непрерывные режимы теплообмена;

- также появляется возможность создать водоохлаждаемый реактор с быстрым спектром нейтронов с коэффициентом воспроизводства топлива около 1 при использовании тесных решеток расположения твэлов.

Состояние дел. Накопленный опыт в России - основа будущей программы. Основным моментом при рассмотрении новых проектов ЯЭУ является экономическая осуществимость проекта с опорой на хорошо освоенные технологии. Работы по реакторам на воде СКП или сверхкритического давления в России сегодня опираются на значительный задел (опыт). Во-первых, на опыт, накопленный в тепловой энергетике. Во-вторых, на проектные исследования, выполненные в атомной энергетике в 70-е годы - в НИКИЭТ по энергетическим блокам с ядерными реакторами на паре; в ОКБМ, где "подробно исследовалась двухконтурная схема с закритическими параметрами применительно к судовым реакторным установкам"; в ОКБ ГП и ИАЭ были выполнены предварительные разработки реактора с естественной циркуляцией. В-третьих, на опыт эксплуатации твэлов Белоярской АЭС при высоких температурах. В-четвертых, на опыт разработки и эксплуатации одноконтурных реакторов типа РБМК, ВК и с кипением воды в каналах.

Опыт тепловой энергетики. Одной из причин применения воды СКП в атомной энергетике является успешный многолетний опыт эксплуатации энергоблоков СКД в обычной тепловой энергетике, начало которому в России было положено в 50-х годах. Промышленное внедрение пара СКД началось с 1963 г., когда был пущен энергоблок на мазуте мощностью 300 МВт.

Внедрение энергоблоков СКД, показавших высокие технико-экономические характеристики, было стремительным - к 1965г. в промышленности работало 12 энергоблоков, в 1975г. - 135 энергоблоков 300МВт и 9 энергоблоков 500-800МВт. За десять лет доля мощности энергоблоков СКД в энергетике СССР увеличилась с 16 до 55%. Среднегодовой коэффициент готовности блоков СКД 300 МВт за 1990-1995 гг. составлял от 95 до 97%, а коэффициент использования установленной мощности (при спаде в эти годы потребности в энергии) от 66 до 72%.

В настоящее время общее число работающих на тепловых электростанциях парогенераторов СКД составляет: в США около 400, Японии примерно 150, в России более 130. С 1975 г. в мире ведется разработка высокоэффективных блоков СКД нового поколения. Работающие в Японии энергоблоки СКД такого типа мощностью от 600 до 1000МВт с параметрами пара от 24 до 25 МПа, от 595 до 560°С, с одним промежуточным перегревом от 595 до 610°С имеют КПД от 45 до 45,5%. В 1989 и 1990гг. введены два блока СКД по 700МВт, с параметрами 31 МПа, 593 / 593 / 593°С. КПД современных блоков приблизился к 50% и более.

Повышение параметров пара, внедрение СКД и, как результат, существенный рост КПД — это путь, который прошла традиционная энергетика на органическом топливе. Есть все основания думать, что такой же путь предстоит пройти и атомной энергетике.

Существующие заделы в области атомной энергетики. Концепция применения воды СКП в энергетических реакторах активно обсуждается с начала 60-х годов. Впервые эта идея применительно к реакторам канального типа была высказана Н.А.Доллежалем (РБМК-КП). В последнее десятилетие при анализе дальнейших путей развития атомной энергетики XXI века данная концепция привлекла внимание специалистов многих стран, таких как Япония, Канада, США, Китай, Корея, страны Европейского сообщества. Начиная с 2000г., действует международная программа GIF (Generation International Forum) по разработке усовершенствованных реакторов 4-го поколения, включающей шесть основных типов реакторов, в т.ч. водоохлаждаемые реакторы на CK Д.

В отечественной атомной энергетике накоплен уникальный опыт эксплуатации реакторов с ядерным перегревом пара на БАЭС, хотя и при докрити-ческих давлениях, но при достаточно высоких температурах. Для обеих блоков БАЭС применялись серийные турбины на параметры пара 8,8МПа и от 500 до 535°С, который подавался в турбину непосредственно из реактора. Первоначально максимальная температура пара на выходе из перегревательного канала (ПК) была ограничена уровнем 510°С. Положительные результаты эксплуатации пароперегревательных твэлов позволили повысить ее значение до 535°С, а затем до 545°С. Длительная (свыше четырех лет) эксплуатация при таких режимах не снизила работоспособности твэлов, вследствие чего было решено поднять температуру пара на выходе отдельных ПК от 560 до 565°С. Максимальная энерговыработка ПК, работающих во втором блоке БАЭС, составляла 950МВт-сут. на канал. Позже было решено довести энерговыработку большой группы каналов от 1200 до 1300МВт-сут. на канал (от 37 до 40МВт-сут/кг U).

Работы, ведущиеся в последние годы. ГНЦ РФ-ФЭИ. Выпущены предварительные концептуальные оценки "Сверхритические параметры - путь совершенствования АЭС с водоохлаждаемыми реакторами" (2002г.). Разработаны основы физических расчетов и расчета теплообмена при СКП, применительно к ВВЭР-СКД. Проведен эксперимент с пучком стержней на фреоне, как модельной среде (2003-2006гг.).

ОКБ ГП. Выполнены конструктивные разработки ВВЭР-СКД на тепловых нейтронах мощностью 3000 МВт. тепл. (2007г.).

ГНЦ РФ-ФЭИ, ОКБ ГП и РНЦ КИ. Разработана концепция АЭС с реакторами ВВЭР-СКД (ее предстоит детально обсудить, откорректировать, выбрать основные направления).

ГНЦ РФ-ФЭИ. Намечалось сотрудничество со специалистами Канады по подготовке совместных экспериментальных работ на стендах ГНЦ РФ ФЭИ

2007-2008г.г.). Однако, предложения, сделанные нами AECL, не получили поддержки.

ГНЦ РФ ФЭИ обладает большими возможностями для проведения экспериментальных работ, как по физике (стенд БФС) так и по теплогидравлике (несколько стендов сверхкритического давления, в том числе стенд мощностью 10МВт). Однако исследования в области применения воды СКП ведутся силами всего нескольких сотрудников.

Отсутствие достаточного финансирования не позволяет использовать возможности ФЭИ и развить комплексные экспериментальные работы по проблемам, связанным с ВВЭР-СКД. Если не принять специальных мер, то через 23 года (а может быть и раньше) в связи с уходом специалистов возможностей проведения каких-либо экспериментальных работ на уникальных мощных теп-логидравлических стендах сверхкритического давления не будет.

Уровень разработок по водоохлаждаемым реакторам СКД за рубежом. Проблемой создания водоохлаждаемого реактора на СКД в настоящее время в той или иной степени занимаются более чем в 15 странах. Работы наиболее продвинуты в Японии, где широким фронтом интенсивно проводятся работы по реакторам на воде СКД с тепловым и с быстрым спектром нейтронов, а также в Канаде (AECL), она выбрала естественное развитие программы CANDU с использованием тяжелой воды в качестве замедлителя.

В МАГАТЭ организована специальная рабочая группа по теплогидравлике реакторов на СКД в составе примерно от 15 до 17 специалистов из разных стран. Регулярно проводятся семинары по проблеме реакторов на СКД (1-й состоялся в Токио, 2000 г., третий - в Шанхае, 2007 г., в 2009 г. намечено проведение 4-го семинара в Гейдельберге, Германия). Проблема постоянно обсуждается на многих международных конференциях по реакторам (GLOBAL, NU-RETH, ICONE, ICAPP и др.).

Европейское сообщество в рамочных программах привлекло к работам по данной проблеме многие страны. Например, в Чехии (Ржеж) сооружена экспериментальная петля на воде СКД для исследований твэлов в реакторе, финансируются работы в Финляндии, Болгарии по поиску и исследованию конструкционных материалов, идут работы в Германии. Создан специальный Консорциум с разделением функций каждой страны.

Актуальность. Для теплофизического обоснования режимов работы и оптимизации конструкции активной зоны требуется программное обеспечение, которое будет учитывать особенности течения теплоносителя при сверхкритических параметрах.

Проблемой корректной оценки уровня максимальной температуры активной зоны, являются особенности теплообмена при СКД, которые связаны с несколькими моментами: резким изменением теплофизических свойств с температурой; ускорением потока из-за изменения плотности по длине канала при подогреве; развитием естественной конвекции за счет архимедовых сил в связи с разницей плотностей в различных точках сечения потока.

В околокритической области наблюдается сильное, немонотонное изменение теплофизических свойств с температурой, особенно теплоемкости, плотности, коэффициента объемного расширения и числа Прандтля.

Расчет температуры оболочки твэла производится как суперпозиция среднего значения температуры теплоносителя в окружающих каналах, среднего по периметру оболочки температурного напора «стенка - жидкость», половины локальной неравномерности температуры по периметру оболочки, перепада температуры на оболочке топливного элемента и перегрева оболочки под дистанционирующей проволокой. Основной проблемой нахождения температуры оболочки твэла является среднего значения температуры теплоносителя в окружающих каналах в связи с тем, как уже было сказано, что параметры теплоносителя очень сильно зависят от изменения температуры.

Цель диссертационной работы состоит в:

- разработке методики расчета теплогидравлических характеристик ТВС применительно к реактору, охлаждаемому водой сверхкритических параметров.

- разработке методики расчета температуры оболочек твэлов в TBC активной зоны реактора на воде сверхкритических параметров с учетом факторов перегрева.

- проведение оценки теплогидравлических характеристик активной зоны ВВЭР-СКД на основании конструкции разработанной к настоящему времени.

Задачи исследования:

- проанализировать имеющиеся на данное время методики для оценки превышения максимальной температуры твэлов за счет неопределенности геометрических и физических параметров, по выбранной методике провести оценки отклонения температуры для реактора охлаждаемого водой с резкоменяю-щимися свойствами;

- модифицировать и верифицировать программу МИФ-СКД для пока-нального теплогидравлического расчета TBC реакторной установки ВВЭР-СКД, по имеющимся на данное время результатам поставленных опытов с теплоносителями вода и фреон-12;

- модифицировать программу SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны ВВЭР-СКД;

- выполнить расчеты для разных схем течения теплоносителя. Проанализировать и обобщить полученные данные, на основе которых сформулировать научно обоснованные рекомендации для ЯЭУ данного типа.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- впервые осуществляется поканальный теплогидравлический расчет в отдельном пучке топливных стержней при течении теплоносителя сверхкритических параметров;

- впервые осуществляется теплогидравлический расчет сектора активной зоны при течении теплоносителя с резкоменяющимися свойствами;

- впервые разрабатывается методика оценки факторов перегрева с учетом неопределенностей в распределении технологических параметров для активной зоны реактора, охлаждаемого водой сверхкритических параметров.

Достоверность полученных результатов, сформулированных в диссертации, основывается:

- на детальном анализе теплогидравлических процессов и на сопоставлении результатов расчета с известными экспериментальными данными и данными других авторов;

- на системном подходе к проведенным исследованиям, в ходе которых один и тот же результат получался различными методами;

- на использовании надежных методологических и теоретических подходов к определению замыкающих соотношений, используемых в предложенных расчетных методах.

Практическая значимость диссертационной работы состоит в том, что разработанные компьютерные коды МИФ-СКД и SUP будут способствовать решению следующих вопросов:

- быстрый (минуты) и корректный расчет теплогидравлических характеристик сборки и сектора активной зоны, с целью оптимизации геометрических и режимных параметров TBC активной зоны реактора на СКД;

- обоснование выбора схемы течения теплоносителя в активной зоне реакторной установки;

- обоснование выбора кандидатных конструкционных материалов корпуса реактора и активной зоны.

Основные положения, выносимые на защиту:

- модифицированная программа МИФ - СКД для поканального тепло-гидравлического расчета TBC РУ ВВЭР-СКД;

- модифицированная программа SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны РУ ВВЭР-СКД;

- оценка отклонения максимальной температуры твэла за счет факторов перегрева;

- результаты расчетов для разных схем течения теплоносителя в активной зоне (одно- и двухходовой схемы) реактора типа ВВЭР-СКД.

Апробация работы: основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на Всероссийских конференциях и школах: "Реакторы на быстрых нейтронах" (Обнинск, 2009); «Проведение научных исследований в области ядерных технологий» 02 - 04.12.2009 г.

На международных конференциях и семинарах: «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, Россия, 29 сентября-2 октября, 2009; Международного молодежного научного форума «Ядерное будущее», проводимого в рамках Международного молодежного научно-образовательного проекта «Атомное содружество XXI», Голицыно, апрель, 2011.

Публикации: основное содержание диссертации изложено в одной статье в реферируемых журналах и двенадцати публикациях в сборниках тезисов докладов и трудах конференций.

Структура и объем диссертации: диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы. Материал изложен на 130 страницах, содержит 28 рисунок, 14 таблиц, список литературы из 54 наименований.

Выводы к Главе 4

В результате проведенных расчетов можно сделать следующие выводы:

- в настоящее время технически не целесообразно рассматривать проект ВВЭР-СКД в виде одноходовой схемы движения теплоносителя в связи с необходимостью поиска новых кандидатных конструкционных материалов работающих при температурах свыше 1000 °С;

- наиболее целесообразно рассматривать двухходовую схему течения теплоносителя в активной зоне реактора типа ВВЭР-СКД, как видно из результатов, приведенных в таблицах 4.3 и 4.7;

- остается открытым вопрос с периферийной зоной реактора, где имеет место большой разброс по мощности TBC, из-за чего следует рассмотреть возможность гидропрофелирования входного патрубка.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Развита методика статистического теплогидравлического расчета активной зоны реактора, основанная на использовании распределения исходных случайных параметров по методу Монте-Карло. Она позволяет:

- учесть большие случайные отклонения параметров, в том числе связанные с формоизменением TBC,

- использовать любые законы распределения исходных параметров,

- учесть воздействие межканального тепломассообмена на формирование температурного поля в активной зоне реактора, взаимное корреляционное воздействие параметров.

Были сделаны предварительные оценки, по поканальной методике тепло-гидравлического расчета, с использованием метода Монте-Карло. Они показали, что превышение максимальной температуры оболочек твэлов за счет влияния различных инженерных факторов перегрева составляет около 54,7°С, тогда как предварительные оценки по дисперсионному методу составляют около 74,7°С (номинальная температура 620 °С).

Для замыкания совместного итерационного нейтронно-физического и те-плогидралвического расчета были созданы комплекс программ Academ, SUP и МИФ-СКД.

На основании имеющихся экспериментальных данных был верифицирован поканальный код МИФ-СКД для теплогидравлических расчетов TBC при сверхкритических параметрах воды.

Проведенные совместные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты для реактора типа ВВЭР-СКД 1700 показали, что на данный момент технически не целесообразно рассматривать одноходовой вариант активной зоны.

Двухходовая схема течения теплоносителя в активной зоне реактора типа ВВЭР-СКД, по проведенным оценкам показывает наиболее оптимальный результат в продольном распределении температуры.

1. Sha W.T. An Overview on Rod Bundle Thermal Hydraulic Analysis // Nuclear Engineering and Design. 1980. - Vol.62. -№ 1-3

2. Tami Mukohara, Seiichi Koshizuka, Yoshiaki Oka. Subchannel analysis of a fast reactor cooled by supercritical light water // Progress in Nuclear Energy. 2000. -Vol. 37. - No. 1-4. - PP. 197-204

3. Tami Mukohara, Seiichi Koshizuka, Yoshiaki Oka. Subchannel analysis of Supercritical Water Cooled Reactor // SCR-2000. Tokyo: - Nov. 6-8, 2000.

4. Jaewoon Yoo. Yoshiaki Oka, Jue Yang, Jie Liu. Static Thermal Design Analyses of Supercritical Water-Cooled Fast Reactor // Proceedings of ICAPP '06. Reno, NV USA: June 4-8, 2006

5. Jaewoon Yoo. Yoshiaki Oka, Yuki Ishiwatari, Jue Yang, Jie Liu. Subchannel analysis of supercritical water-cooled fast reactor // Nuclear Engineering and Design. -2007. Vol.237. - PP. 1096-1105

6. X. Cheng, T. Schulenberg, D. Bittermann, P. Rau. Design analysis of core assemblies for supercritical pressure conditions // Nuclear Engineering and Design. 2003. -Vol.223.-PP. 279-294

7. Takuji Nagayoshi, Koji Nishida. Development of a Transient Boiling Transition Analysis Method Based on a Film Flow Model. Journal of Nuclear Science and Tec-nology, Vol. 38, No. 10, p. 819-825 (October 2001).

8. Т.П. Богословская, А.А.Карпенко, А.П. Сорокин Разработка модифицированной модели поканального теплогидравлического расчета тепловыделяющихсборок, охлаждаемых водой при сверхкритическом давлении: Препринт № 3024. г. Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ, 2005

9. Чуркин А.Н. Математическое моделирование процессов тепломассопереноса в пучках тепловыделяющих стержней: Автореферат, диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. 2006.

10. Sharabi М., Ambrosini W., Forgione N., Не S. SCWR rod bundle thermal analysis by a CFD code. Proc. of ICONE-16, may 11-15, 2008, Orlando, Florida, USA, report 16-48501.

11. Shang Z., Yao Y. CFD Investigation of heat transfer in supercritical water-cooled flow through 3x3 fuel rod bundles. Proc. of ICONE-16, may 11-15, 2008, Orlando, Florida, USA, report 16-48055.

12. X. Cheng, T. Schulenberg, D. Bittermann, P. Rau. Design analysis of core assemblies for super-critical pressure conditions. Nuclear Engineering and Design 223 (2003) 279-294.

13. Waata C., Schulenberg Т., Cheng X. Laurien Coupling of MCNP with sub channel code for analysis of a HPLWR fuel assembly. Proc. NURETH-11, Avignon, France, 2-6 October, 2005.

14. B.H. Блинков, Б.А. Габарев, О.И. Мелихов, С.JI. Соловьев. Нерешенные проблемы тепло и массообмена водоохлаждаемых реакторных установок со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Препринт НИКИЭТ. ЕТ-08/76, М., 2008.

15. Грабежная В.А. Численное исследование теплообмена в сборках ТВС, охлаждаемых водой сверхкритических параметров (из обзора зарубежных работ). // Отраслевой научно-технический семинар. 2007. с. 118-129.

16. И.М.Курбатов, Б.Б.Тихомиров Расчет случайных отклонений температур в активной зоне реактора, Препринт ФЭИ-1090, 1980

17. H.A. Бородачев «Точность производства в машиностроении и приборостроении» М. «Машиностроение», 1973

18. И.В. Дунин-Барковский, Н.В.Смирнов «Теория вероятностей и математическая статистика в технике» ГИТТЛ М. 1955

19. Жуков A.B., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. Метод статистического расчета активной зоны быстрого реактора с учетом формоизменения TBC в процессе кампании: Препринт ФЭИ-1845. Обнинск. 1987.

20. Богословская Г.П., Жуков A.B., Поплавский В.М. и др. Метод расчета температурного поля в кассете твэлов быстрого реактора при случайном распределении параметров по методу Монте-Карло. Препринт ФЭИ-1340. Обнинск. 1982.

21. Кнут Д. Искусство программирования на ЭВМ (получисленные алгоритмы). М.: Мир. 1977. Т. 2. С. 140

22. Попов В.Н. Теплообмен при переменных свойствах (капельная жидкость, газ, жидкость в сверхкритической области). М.: МЭИ, 1989.

23. Попов В.Н. Теплообмен при переменных свойствах (метод численного моделирования). М.: МЭИ, 1989.

24. А.И. Клемин, М.М.Стригулин. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. Атомиздат. М. 1968

25. И.М. Курбатов, Б.Б. Тихомиров. Расчет случайных отклонений температур в активной зоне реактора. Препринт ФЭИ-1090-4. Обнинск. 1982.

26. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. РТМ 1604.008-88. Обнинск. 1988

27. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т.96. - Вып.5. - С. 374-380.

28. Жуков A.B., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. Поканальный теплогидравли-ческий расчет сборок твэлов ядерных реакторов // Атомная энергия. 1981. -Т.51. -Вып.5. с.307-311.

29. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. О расчетах теплообмена в трубах и пучках стержней при течении воды сверхкритического давления: Обзор ФЭИ- 0297, Цнииатоминформ. 2003.

30. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках / Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., и др. М.: Атомиздат, 1975.

31. Жуков A.B., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Влияние деформации решетки на температурные поля и теплоотдачу твэлов быстрого реактора: Препринт ФЭИ-979. Обнинск. 1980.

32. Субботин В.И., Габрианович Б.Н., Шейнина A.B. Гидравлические сопротивления при продольном обтекании пучков гладких и оребренных стержней // Атомная энергия. Т. 33. №5. с. 889.

33. Дядякин Б.В., Попов A.C., Теплоотдача и гидравлическое сопротивление тесного семистержневого пучка, охлаждаемого потоком воды при закритиче-ских параметрах состояния //Труды Всесоюзного Теплотехнического НИИ. 1977. № 11. с. 244-253.

34. Silin V.A. VoznesenskyV.A., Afrov A.M. The Light Water Integral Reactor with Natural Circulation of the Coolant at Supercritical Pressure B-500 // Nucl. Eng. Design. 1993. v. 44. pp. 327 336.

35. Ушаков П.А. Жуков A.B., Титов П.А. Обобщение экспериментальных данных по теплоотдаче к воде в шахматных пучках стержней: Препринт ФЭИ-526. Обнинск. 1974.

36. Bishop A.A., Sandberg R.O., Tong L.S. Forced Convection Heat Transfer to Water at near-Critical Temperatures and Supercritical Pressures // Report WCAP-2056. Part IV. Nov. 1964.

37. Александров A.A. 1998. Система уравнений IAPWS-IF97 для вычисления термодинамических свойств воды и водяного пара в промышленных расчетах. Часть 1. Теплоэнергетика. №9. с.69-77. Часть 2. Теплоэнергетика. №10. - с.64-72.

38. А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, И.А. Чусов, В.И. Слободчук. Экспериментальное исследование теплообмена в пучке из семи стержней при сверхкритических параметрах Фреона-12. Препринт ИАТЭ-001-2010. Обнинск. 2010.

39. Шицман М.Е. Ухудшенные режимы при закритических давлениях. Теплофизика высоких температур. - 1963, т. 1, №2, с. 267-275.

40. Горбань JI.M., Пометько Р.С., Хрящев О.А. Моделирование теплоотдачи на воде сверхкритического давления фреоном / Препринт ФЭИ-2110. Обнинск: ФЭИ, 1990.

41. Marcoczy G. Konvektive Warmeubertragung in langsangestromten Stabbundeln bei turbulenter Stromung. Warme- und Stroffubertrag. 1972. Bd.5. №4. S/ 204-212

42. Жукаускас А.А. Конвективный перенос в теплообменниках. М. Наука, 1982.

43. Кириллов П.Л., Колосов А.А, Петрова Э.А., Смирнов A.M., Судницын О.А. Распределение температуры в турбулентном потоке воды при сверхкритических давлениях (круглая труба): Препринт ФЭИ-1766. Обнинск. 1986.

44. Кириллов П.Л., Ложкин В.В., Смирнов A.M. Исследование границ ухудшенных режимов канала при сверхкритических давлениях. Препринт ФЭИ-2988. Обнинск. 2003.

45. Kirillov. P.L., Yuriev. Yu.S., Bobkov. V.P. Handbook of heat-hydraulic calculations (nuclear reactors, heat exchangers, steam generators), M.: Energoizdat, 1990.

46. Набор программ для расчета теплофизических свойств воды и водяного пара («WaterSteamPro») Александров A.A., Орлов К.А., Очков A.B., Очков В.Ф. Авторское свидетельство № 2000610803 от 25 августа 2000 г. www.wsp.ru

47. P.L. Kirillov, R.S. Pomet'ko, A.M. Smirnov, V.A. Grabezhnaia. Investigation of heat transfer to water at supercritical pressures in tubes and rod bundles. Preprint IPPE 3051. Obninsk. 2005.

48. А.Н. Чуркин, П.В. Ягов, О.В. Мохова. Теплогидравлика однозаходной активной зоны ВВЭР-СКД. Гидропрофилирование и устойчивость. Материал 7-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». ОАО "ОКБ ГИДРОПРЕСС". 2011.